反应堆试验装置巡检机器人性能综合评价

反应堆试验装置巡检机器人是用于堆芯热工水力试验平台工况巡检的智能装备,可实现部分数据采集和现场监测预警。基于该机器人技术特性提出测评指标体系并制定关键指标测试规程,在此基础上提出改进AHP-改进熵权-模糊综合评价法,通过对定性、定量指标分类处理并计算综合权重矩阵及目标模糊隶属度,获得整体综合评价结果,为试验装置巡检机器人的全面验证与综合评价提供手段,同时为核工业特种机器人的性能综合测评提供参考和借鉴。

陆上反应堆试验工程设计应考虑的几个重要安全问题

简要介绍了陆上反应堆试验工程的建造目的及其与核电厂的设计差异,提出了在设计上需要考虑的安全目标、应急计划、法规标准、纵深防御、超设计基准事故、放射性包容体等几个重要的安全问题,并作了进一步说明。

秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验的预分析

叙述了秦山核电二期工程一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较。结果表明,理论预计值与实测结果符合良好。

汽轮机跳闸反应堆不停堆试验瞬态分析与设计优化

田湾核电站一期工程2台机组在调试期间共进行了8次汽轮机跳闸反应堆不停堆试验,由于首次采用混合式2号低压加热器及全数字化仪控系统,试验阶段发现了一些问题并进行了设计优化。本文重点介绍了田湾核电站1号机组100%FP功率平台的汽轮机跳闸反应堆不停堆试验情况,包括试验目的,验收准则和试验的实施;详细分析了试验过程中瞬态现象及调节系统的响应情况;综合分析了1、2号机组历次停机试验发现的问题及设计优化方案。

日高温工程试验反应堆获准重启

【世界核新闻网站2020年6月3日报道】2020年6月3日,日本原子能研究开发机构(JAEA)获得原子力规制委员会(NRA)发放的许可,可以对高温工程试验堆(HTTR)进行安全升级,以便能满足在2011年福岛核事故后发布的新安全要求。这是规制委首次为气冷堆发放重启许可。

世界性项目——国际热核试验性反应堆

1958年,一位名叫亚力山大·布拉德肖(Alexander Bradshaw)的学童看到《每日镜报》第一版上印着一幅海洋波涛的照片,报上刊登的大字标题“核聚变——能用十亿年的能量之源”深深地留在他的记忆中。当时的物理学家们认为:在10年至20年里,人类将能够利用氢核的聚合来发电。

5MW核供热反应堆超声波棒位测量系统模块式电源设计

针对5 MW核供热反应堆(NHR-5)控制棒棒位测量指示系统因供电电源电路元器件老化出现输出电压不稳定问题,提出应对电源系统进行重新设计制作。新的设计方案采用模块化设计,整个电源系统由标准AC-DC开关电源模块和三端稳压器构成。与原分离元器件设计方案的比较结果表明,本设计方案除能为各控制棒棒位测量指示系统的功能模块正常供电之外,还提高了电源的稳定性以及可维护性。

MCNP程序在反应堆堆芯建模中的应用

用MCNP程序对清华大学试验核反应堆一号堆芯进行了建模,计算了正常棒位下的Keff值,计算结果与参考值吻合较好;提出了用MCNP进行反应堆堆芯建模的一般步骤和方法,此步骤和方法对研究其他各种反应堆堆芯的建模具有参考价值。

日本高温工程试验堆进展情况

【欧洲核 学会《核新闻 网》1995年11 月15日报道】 建在大洗研究中心的日本高温工程试验反应堆(HTTR)的建造工程已经完成了60％,这是日本核官员透露的。

CAP 1400核电厂堆芯钒自给能中子探测器设计与验证

本文针对国产钒自给能中子探测器本体材料选择、加工制造测试技术要求和中子性能指标等,通过相关性能试验、型式鉴定试验和反应堆堆上试验测试,验证确认国产钒探测器满足设计要求。

堆外核测系统中间量程MSV模式设计与验证

堆外核测中间量程MSV模式,又称坎贝尔模式,通过测量裂变室输出中子脉冲信号统计涨落,实现高中子通量的量程覆盖。本文通过采用不同反应堆功率台阶测量探测器坪特性的堆上试验方法,对国产化CAP 1400堆外核测系统中间量程MSV模式进行试验验证。本文描述了系统设计、试验方法设计、测试数据,并进行了结果分析,验证了国产CAP 1400堆外核测系统中间量程MSV模式的可用性。

中间量程裂变室信号处理计算方法研究及验证

主要研究了一种用于堆外核测系统中间量程信号处理的逻辑算法,可实现裂变室输出的计数率信号和均方电压信号的修正和自动切换,并最终将裂变室输出信号转换为反应堆功率指示信号。本研究方法在国产化堆外核测系统堆上试验中进行应用与验证,输出信号可真实反映反应堆功率水平。本方法和试验结果可为堆外核测中间量程裂变室在商用压水堆的应用提供技术参考。

核电厂堆芯钒自给能中子探测器的研制

介绍核电厂堆芯钒自给能中子探测器研制的设计要求、技术指标和试验结果。通过性能测试和在核反应堆堆上的试验,表明钒自给能中子探测器的研制是成功的。

未来动力核聚变

50多年来,人类一直想方设法利用核聚变。核聚变这种反应已使太阳和恒星发光达几十亿年之久。实现这个目标是至关重要的。由于担心全球变暖,很多国家开始为长期以来向人类提供能源的造成严重污染的化石燃料寻找代替品。但事实证明这非常困难。传统的核电站曾经被视作解决全球能源危机的灵丹妙药,现在它们的工作寿命就快结束了。

HFETR辐照石墨材料中子注量验证试验

钍基熔盐堆石墨材料辐照考验目标为:中子注量为5×10^(20)cm^(-2)(±15%)(E>0.1 Me V),堆内辐照试验温度650℃(允许偏差±50℃)。为了满足辐照考验要求,在高通量工程试验反应堆(HFETR)第92-I炉的K07孔道进行辐照验证试验。该验证试验辐照装置采用分段构成的型式,主要由辅助密封段、辐照试验段、气管组件3部分构成,辐照罐外围为去离子水,辐照罐内为惰性气体用于控制辐照试验温度。使用MCNP程序对各样品中子注量进行预示计算,同时在辐照装置阳面和阴面都布置了探测器进行中子注量测量。试验表明:在辐照试验过程中,在辐照装置调气系统最佳导热模式下辐照温度略高于上限700℃;利用MCNP程序预示计算中子注量结果为5.7×10^(20)cm^(-2)(E>0.1 Me V),而中子注量测量结果为4.83×10^(20)cm^(-2)(E>0.1 Me V),基本满足石墨材料辐照考验中子注量要求。

传统的切削方法支持高技术研究

传统的切削方法支持高技术研究美国普林斯顿大学核聚变试验反应堆，有一种ｌｎｃｏｎｅｌ合金（Ｃｒ－Ｎｉ－Ｆｅ合金）零件，该材料耐热性好，为反应堆零件可选的上乘材料，但ｌｎｃｏｎｅ材料只能以板材供应，把它加工成零件，面临切削的困难．反应堆里的一些纯钼、３０...

取之不尽的核聚变能

随着人类社会的发展,人类对能源的需求与日俱增。按照当今世界能源消耗量的增长趋势,地球上蕴藏量有限的煤炭、石油、天然气等常规能源,很快将耗尽。据世界能源会议《1992年能源资源调查》的报道,世界各国煤炭、石油、天然气探明可开采储量,分别还可开采219年、44年和60年。其他能源,除有限的水能资源在继续开发用以发电外,风能、太阳能、海洋能、地热能以及生物质能等新能源一时还难以大规模加以开发利用。